تنها چند سال پس از کشف نوترون، آزمایش‏های موفقی در رابطه با رادیوگرافی نوترونی در سال 1935 توسط دو محقق به نام‏های کالمن وکوهن، با استفاده از یک مولد نوترونی کوچک انجام شدند. این رشته طی 70 سال تغییر و تکامل یافته به طوری که تصویربرداری نوترونی در محدوده‏ی وسیعی از کاربردها هم‏اکنون به صورت متداول استفاده می‏شود. تصویربرداری نوترونی برای تولید مستقیم تصاویر به وسیله‏ی عبور یک پرتونوترونی از میان یک شیء به درون یک آشکارساز استفاده می‏شود. دقیقاً همان‏گونه که اشعه‏ی ایکس تصاویر استخوان‏های شکسته را می‏گیرد. واضح است که، تکنیک تصویربرداری نوترونی نسبت به تصویربرداری اشعه‏ی ایکس ، کم‏تر شناخته شده است. بیشتر مردم کاربردهای پزشکی ساده از رادیوگرافی ‏اشعه‏ی ایکس و توموگرافی را می‏شناسند، که این به علت این حقیقت است که تولید چشمه‏های با شدت بالای ‏اشعه‏ی ایکس نسبت به نوترون‏ها، ساده تر و ارزان قیمت‏تر است. با استفاده از این روش می‏توان ساختار اصلی اشیاء که ممکن است حتی ناپیدا باشند، زیر خاک باشند یا در یک محفظه‏ی غیر قابل نفوذ قرارگرفته باشند را معین کرد. یک سیستم رادیوگرافی نوترونی اساساً شامل یک پرتو نوترونی موازی و یک سیستم آشکارسازی می‏شود. نمونه‏ی مورد تحقیق در جلوی پرتو قرار داده می‏شود و آشکارساز، نوترون‏های عبوری را اندازه‏گیری می‏کند. هدف این تحقیق به‏دست آوردن پارامترهای بهینه برای طراحی سیستم موازی‏ساز نوترونی است. با استفاده از محاسبات مونت‏کارلو برای بهینه‏سازی پارامترها از آزمایش‏های پرهزینه و پردازش‏های اشتباه در طراحی موازی‏ساز اجتناب می‏کنیم و اطلاعات مفیدی در این زمینه به‏دست می‏آوریم. با استفاده از شبیه‏سازی مونت‏کارلو بررسی هر جزئی از یک بخش از کل سیستم ممکن می‏شود.

یکی از موارد مهمی که برای طراحان نیروگاه های هسته ای بسیار حائز اهمیت است، مقدار انرژی قابل بهره برداری از شکافت هسته ای است. شکافت القایی یکی از فرآیند هایی است که انرژی نسبتاً زیادی تولید می کند. 235u از عناصر مناسب جهت انجام واکنش شکافت است و دی اکسید اورانیوم از بهترین ترکیب های آن برای استفاده در راکتورهای قدرت است. از این رو تولید و ساخت قرص های سینتر شده uo2 گسترش چشمگیری پیدا کرده است. روش ساخت و هندسه این قرص ها رابطه ی نزدیکی با مقدار انرژی قابل برداشت از قرص ها دارد. از جمله مواردی که در طراحی و تولید این قرص ها باید در نظر گرفت هدایت گرمایی قرص است که باید بیش از تومان تولید انرژی در قرص باشد. در این پروژه سعی شده است با استفاده از روش محاسبات نظری و شبیه سازی با کد برنامه نویسی mcnp مقدار انرژی حاصل از قرص سوخت در آرایش شبکه سوخت را به دست آورد. ضمن مقایسه و تطبیق دو روش و ارزیابی دقت هر مورد به خطاهای ناشی از هر روش اشاره شده است. همچنین با استفاده از نتایج به دست آمده می توان سهم هر قسمت از مواد قلب راکتور را از جذب انرژی شکافت به دست آورد.

در این پژوهش به توسعه، تعیین معیارها و برنامه های کاربردی سنجش دز محیطی برای دستگاه های همجوشی هسته ای (گداخت) پرداخته شده است. میزان دز با استفاده روش مونت کارلو سنجش و ارزیابی شد. محاسبات مورد نظر با کد محاسباتی mcnpx 2.6.0 انجام شده است. بررسی نتایج نشان داد که محاسبه ی دز فوتون و نوترون با دقت تقریبی 3?± در مقایسه با تحقیقات و شبیه سازی های پیشین بوده است. در این تحقیق شبیه سازی ساده ای از یک راکتور گداخت هسته ای (توکامک iter) با توجه به مباحث ویژه ی گداخت بحث شد. طراحی ساختار توکامک به شکل طبقات مختلفی انجام شده که شار و میزان دز در هریک از این طبقات محاسبه گردیده است. ساختمان توکامک ایتر از قسمت های عمده ای تشکیل شده که عبارتند از محفظه خلاء، کویل های میدان چنبره ای, کویل-های میدان قطبی, ستون مرکزی، مجموعه بلانکت، سامانه خنک کننده، دستگاه های اندازه گیری و دیواره حفاظتی. ابتکار جدیدی نیز که در این پژوهش بررسی شده، به دلیل اهمیت استاندارد های ایمنی و حفاطتی برای پرتوکارانی که در محیط اطراف راکتور کار می کنند، میزان دز دریافتی برای اندام های مختلف یک فانتوم بدن انسان با استفاده از شبیه سازی در ناحیه ی پشت دیواره حفاظتی برآورد شده است. بررسی نتایج نشان داد که در بین تمام طبقات طراحی شده فقط در یکی از آن ها میزان دز، به معیارهای دز مجاز می رسد که این نتیجه به خاطر وجود یک دیوار حفاظتی- زیستی به ضخامت 2 متر، از جنس بتون خاصی است که برای این سامانه طراحی شده است.

در این پایان نامه، تابش های ترمزی ناشی از برخورد الکترون های فراری به محفظه توکامک و فوتونوترون های تولیدی از برهمکنش این فوتون های ایکس با گاز دوتریم درون محفظه اندازه گیری و شبیه سازی شد. ابتدا با استفاده از نرم افزار mcnp فرآیند های مربوط به برخورد الکترون های فراری با محفظه توکامک و تولید پرتوی ایکس ترمزی و فوتونوترون ها به عنوان پرتوهای ثانویه و به دلیل برهمکنش فوتون های ایکس با گاز دوتریم درون محفظه تولید می شوند، شبیه سازی شد. نتایج حاصل از شبیه سازی با نتایج آزمایش ها مقایسه شد. در شبیه سازی ابتدا هندسه توکامک با جزئیات کامل تعریف شد، سپس شبیه ترین چشمه برای الکترون ها انتخاب شد. با استفاده از نرم افزار شار و طیف انرژی پرتوی ایکس و فوتونوترون را به ازای یک الکترون به دست آمد. خروجی نرم افزار شار بالای ایکس یعنی در حدود 1-10×2356/4 برای کل فوتون پرتوی ایکس خارج شده از توکامک به ازای یک الکترون فراری برخوردی با دیواره و پرتوهای رسیده به محل آشکارساز به قطر 1 اینچ(m5/0 توکامک) 5-10×33/1 فوتون نشان داد. همچنین شار نزدیک به صفر یعنی حدود 17-10 فوتونوترون به ازای یک الکترون فراری را برای توکامک دماوند محاسبه کرد. تعداد الکترون های فراری از در توکامک دماوند در حدود 1014-1015 عدد است. در مرحله دوم آزمایش های آشکارسازی ایکس و نوترون انجام شد. با استفاده از آشکارساز سوسوزن nai طیف انرژی پرتوهای توکامک دماوند به دست آمد. برای شمارش فوتونوترون ها از روش فعال سازی و رد هسته ای استفاده شد. نتایج به دست آمده از هر دو آشکارساز نشان داد که فوتونوترون های توکامک دماوند در صفر و یا در حد زمینه است. همچنین آزمایش ها نتایج حاصل از شبیه سازی را کاملاًٌ تایید می کنند. عدم تولید نوترون در توکامک دماوند به این امکان را می دهد که بدون نگرانی از تولید نوترون و بدون نیاز به ساخت حفاظ نوترون، تحقیقات برای پلاسمای دوتریم در توکامک دماوند انجام شود.

مواد محافظ پرتو ترکیبات مهمی هستند که در تجهیزات هسته ای به ویژه وسایل قابل حمل هسته‏ای و سفینه‏های فضایی سرنشین دار کاربرد دارند. در نتیجه حجم، وزن، خوردگی، مقاومت حرارتی، خواص برهم‏کنشی و مکانیکی آن‏ها از عوامل مهمی در ساخت آن‏ها به‏شمار می‏رود. پلی‏اتیلن و پلی‏اتیلن ترکیب‏شده با اکسید بورن معمولاَ به‏طور وسیعی در مواد محافظ در برابر تابش استفاده می‏شوند. اما به‏علت قدرت مکانیکی و قابلیت گرمایی ضعیف و دوام کم آن ها در برابر تابش های گاما و نوترون نمی توان آن ها را برای مدت طولانی به‏عنوان ماده حفاظ در برابر تابش استفاده نمود. بهترین مواد محافظ در برابر تابش در راکتورهای هسته‏ای ترکیب مواد هیدروژنی و عناصر سنگین فلزی و جاذب‏های نوترون هستند که به‏طور هم‏زمان تابش نوترون و گاما را جذب نموده و تابش مزاحم کمتری تولید می‏کنند. در این پروژه ترکیبات جدیدی برای رسیدن به خصوصیات ذکرشده فوق با استفاده از کد mcnpx بهینه‏سازی می‏شود و به مواد محافظ پرتوهای هسته‏ای مناسبی دست می‏یابیم.

یکی از مضامینی که از دیرباز مورد توجّه شاعران فارسی زبان قرار گرفته است ، موضوع وطن و وطن دوستی است . این مضمون از قرن سوم هجری تا ربع اوّل قرن چهاردهم در شعر فارسی درباره ی توصیف زادگاه شاعران یا غم و رنج دوری آنان از زاد بومشان به کار رفته است . پس از انقلاب مشروطه ، در اثر تحوّلات خارج و داخل ایران، مفهوم جدیدی از وطن به عنوان یک عنصر فرهنگی وارد ایران شد و سطح وسیعی از ادبیّات فارسی را فرا گرفت و تا انقلاب اسلامی در شعر شاعران معاصر جلوه های گوناگونی یافت که ما در این پایان نامه تلاش کرده ایم با توجّه به تطوّر و تحوّل مفهوم وطن ، تفاوت اشعار «وطن دوستانه» ، اشعار «ناسیونالیستی باستان گرا » و «اشعار شوونیزم گونه » و تفاوت نگاه شاعران به این مضمون در عصر بیداری و عصر نیما را مورد بررسی قرار دهیم. واژگان کلیدی : شعر معاصر فارسی ، وطن ، ناسیونالیسم ، شوونیزم

در این پژوهش مشخصه های جریان تخلیه، شدت باریکه یونی، شدت اشعه ایکس سخت و هم¬چنین مشخصه¬های زمانی شروع پینچ درگازهای آرگون و نیتروژن، بر حسب متغیر فشار گاز و ولتاژ شارژ خازن دستگاه پلاسمای کانونی آزمایش شده است. بر اساس نتایج آزمایش¬ها، گسیل یون و اشعه ایکس سخت وابستگی شدیدی به فشار گاز دارد. در یک ولتاژ شارژ ثابت، با افزایش فشار گاز شدت گسیل یون افزایش و پس از رسیدن به مقدار بیشینه در زمان بیشینه پینچ، با افزایش بیش¬تر فشار، کاهش می یابد. مقدار بیشینه گسیل یون در لحظه بیش¬ترین عمق پینچ روی می دهد. مقدار گسیل یون از مرتبه 1018 یون بر استرادیان بود. شار یون گسیلی درفشار کاری بهینه گاز، در ولتاژ شارژ خازن 24 کیلوولت، برای گازهای آرگون و نیتروژن به ترتیب برابر 8/63×1018 و 9/24×1018 یون بر استرادیان است. گسیل اشعه ایکس سخت، اندکی دیرتر از زمان شروع پینچ روی داد و مقدار شدت بیشینه آن با بیشینه گسیل یون هم زمان نبوده و دیرتر است. هم¬چنین افزایش ولتاژ شارژ خازن دستگاه منجر به گسیل یون و اشعه ایکس با شدت بیش¬تر شد. در یک ولتاژ شارژ مشخص، شدت گسیل یونی برای گاز نیتروژن بیشتر از گاز آرگون است.

فرسایش بادی یکی از اصلی ترین فرآیندهای تخریب اراضی و یکی از جدی ترین مشکلات محیط زیست در مناطق خشک و نیمه خشک است. نسبت سطوح مناطق تحت تأثیر فرسایش بادی در ایران بیش از 6 برابر متوسط جهانی است. بنابراین کنترل فرسایش بادی در مناطق خشک ایران که مشکلات محیط زیست جدی دارند سخت است. در این تحقیق روش سزیم-137 برای محاسبه نرخ فرسایش بادی استفاده شد. سزیم-137 یک عنصر رادیواکتیو مصنوعی باتشعشع گاما و نیمه عمر 2/30 سال می باشد که در سال های 1950-1970 در اثر انفجارهای هسته ای همراه با بارش باران وارد زمین شد. سزیم فرونشسته روی زمین، به شدت جذب سطحی رس و ماده آلی شده و در افق های سطحی متمرکز می شود. تحرک آن در خاک به صورت شیمیایی و بیولوژیکی بسیار کند است و فقط به صورت فیزیکی از قبیل فرسایش و خاکورزی حرکت می کند. در منطقه سگزی واقع در شرق اصفهان، به علت بهره برداری نامناسب از معادن رس و گچ شدت فرسایش بادی افزایش یافته است. بنابراین هدف این تحقیق برآورد نرخ فرسایش بادی و همچنین ارزیابی همبستگی بین خصوصیات فیزیکوشیمیایی و پذیرفتاری مغناطیسی با سزیم-137 به عنوان شاخصی از فرسایش بادی در طول ترانسکت شمال شرقی- جنوب غربی عبوری از سگزی واقع در منطقه شرق اصفهان انجام شد. در این بررسی، در طول ترانسکت شمال شرقی- جنوب غربی به طول 42 کیلومتر 16 نقطه انتخاب شد و 80 نمونه از 5 عمق 0-5، 10-5 ، 20-10، 30-20 و50-30 آنالیز شد. علاوه بر این 20 نمونه خاک از نقاط رفرنس برای محاسبه هدررفت خاک و رسوب برداشته شد .نمونه های خاک در آزمایشگاه هوا خشک و از الک 2 میلی متری رد شد. نمونه های 500 گرمی در ظرف مارینلی برای آنالیز سزیم-137 با استفاده از دستگاه اسپکترومتری اشعه گاما مورد استفاده قرار گرفت. پارامترهای مغناطیسی نمونه های خاک به وسیله دستگاه bartington در فرکانس های 46/0 و 6/4 کیلوهرتز اندازه گیری شدند. نتایج به دست آمده نشان داد که در میان ویژگی های فیزیکوشیمیایی و مغناطیسی خاک، که با سزیم-137 همبستگی معنی دار و مثبت نشان دادند، ماده آلی (**63/0= r)، هدایت الکتریکی خاک (*62/0= r)، درصد سیلت (*5/0= r)، درصد رس (**63/0= r)، پذیرفتاری مغناطیسی در فرکانس پایین (*59/0= r)، پذیرفتاری مغناطیسی در فرکانس بالا (*55/0= r) و پذیرفتاری مغناطیسی وابسته به فرکانس (*5/0= r) بودند. همچنین خصوصیاتی که با سزیم همبستگی معنی دار و منفی نشان دادند درصد آهک (*53/0= - r)، درصد شن (*55/0= - r) و اسیدیته خاک (**7/0= - r) بودند. نتایج محاسبات سزیم-137 اغلب مناطق مورد مطالعه در بخش شمالی ترانسکت نرخ فرسایش بادی را از دامنه 90/12 تا 86/46 تن در هکتار در سال نشان داد. تأثیر عمده فرآیند فرسایش خاک در بخش شمالی ترانسکت مورد مطالعه به دلیل بهره برداری بیش از حد معادن گچ و فعالیت های انسانی بود. در بخش جنوبی ترانسکت مورد مطالعه دامنه نرخ رسوب از 21/7 تا 64/7 مشاهده شد که احتمالاً تحت تأثیر افزایش پوشش گیاهی بود. این نتایج برگرفته از سزیم-137 برای اولین بار نتایج قابل توجهی برای تحقیقات آینده در مورد فرسایش بادی در مناطق خشک ایران به دست آورد. کلمات کلیدی: فرسایش بادی، رسوب، سزیم- 137 و پذیرفتاری مغناطیسی.

اهمیت روش آشکارسازی با استفاده از آشکارسازهای فوق خالص ژرمانیومی ( hpge )، در تحلیل کمّی اورانیوم، توریم و دیگر محصولات واپاشی در نمونه های محیطی است. یکی از هدف های استفاده از این روش، تهیه ی نقشه ی پرتوزائی، با هدف دست یابی به مبنای پرتوزائی می باشد. تهیه ی این نقشه می تواند به عنوان اطلاعات مرجع، در ارزیابی هر نوع تغییر و تحول در پرتوزائی زمینه ی مناطق مورد نظر به کار گرفته شود. این تغییر و تحول ممکن است ناشی از فرآیندهای مختلف زمین شناسی و یا هر عامل مصنوعی موثر بر محیط این مناطق، از جمله تاسیسات هسته ای روسیه و یا حادثه فوکوشیما باشد. یکی از این مناطق پراهمیت و استراتژیک در ایران، سواحل شمالی دریای عمان (اتصال دهنده خلیج فارس به اقیانوس هند) است که با توجه به فعالیت های گسترده صورت گرفته در خلیج فارس، پایش محیطی این سواحل از اهمیت بالائی برخوردار است. منطقه ی مورد مطالعه، سواحل شمالی دریای عمان، از تنگه هرمز تا مرز پاکستان (منتهاالیه بندر گواتر) است. به منظور تعیین نقاط نمونه برداری از آب و رسوب این سواحل، از نرم افزار vsp استفاده شده است. با استفاده از شناور اقیانوس پیمای کاویان، از 36 نقطه در طول این ساحل نمونه آب (حجم تقریبی نمونه 100 لیتر) و رسوب (حدود 2 کیلوگرم نمونه) جمع آوری شده است. در کلیه ی نقاط نمونه برداری، میزان دز محیطی و ویژگی های فیزیکی آب نیز اندازه گیری شدند. آماده سازی نمونه های رسوب با هدف اندازه گیری هسته های پرتوزای موجود در آن ها، با خشک کردن نمونه ها در هوای آزاد و سپس در کوره، آسیاب کردن نمونه ها، عبور از غربال استاندارد با نمره ی 50، همگن سازی، توزین در ظروف مارینلی و نشت بندی آن ها انجام پذیرفت. پس از گذشت 4 هفته از زمان نشت بندی، نمونه های رسوب با استفاده از دو آشکارساز ژرمانیومی فوق خالص هم محور از نوع p با بازدهی های نسبی 5/38 و 55 درصد بررسی و ارزیابی کمی شدند. مقیاس بندی بازدهی آشکارسازهای مورد نظر نیز طی چند مرحله و در نهایت، با ساخت چشمه های استاندارد تک انرژی تعیین و بهینه شد. براساس اندازه گیری های انجام شده، مقادیر غلظت میانگین در رسوب سواحل شمالی دریای عمان برای u235 ، ra226 ، th232 ، k40 و cs137 ، به ترتیب، 08/0 ± 98/1، 4/0 ± 96/14، 5/0 ± 61/17، 5/13 ± 59/361 و 1/0 ± 79/0 بکرل بر کیلو گرم می باشند. مقایسه ی آماری این مقادیر با مقادیر میانگین ایران و جهان، گویای پایین تر بودن این مقادیر نسبت به مقادیر میانگین ایران و جهان است. به منظور اندازه گیری نمونه های آبی با حجم بالا، از آشکارساز فوق خالص ژرمانیومی قابل حمل، هم محور از نوع p و با بازدهی نسبی 3/41 درصد استفاده شده است. به کارگیری آشکارساز hpge قابل حمل برای تحلیل نمونه های آبی با حجم بالا، یک شیوه ی جدیدی است و در این پایان نامه مورد استفاده قرار گرفته است. مقیاس بندی بازدهی این آشکارساز نیز با توجه به ساخت نمونه های استاندارد، برای اولین بار و با تلفیقی از روش تجربی و شبیه سازی انجام پذیرفته است. براساس اندازه گیری های انجام شده، مقادیر غلظت میانگین در آب های سواحل شمالی دریای عمان برای ra226 ، th232 و k40 ، به ترتیب، 1/0 ± 49/2، 2/0 ± 9/1 و 28/2 ± 48/141 بکرل بر لیتر می باشند. حدود این غلظت cs137، در همه ی نقاط نمونه برداری، پایین تر از حد تشخیص سامانه ی آشکارسازی بود. نتایج حاصل از غلظت هسته های پرتوزا در نمونه های آب های سطحی دریای عمان قابل مقایسه با داده های مربوط به نمونه های آبی سایر نقاط جهان می باشند. پس از تعیین غلظت هسته های پرتوزا در آب های سطحی سواحل شمالی دریای عمان، با هدف بررسی پخش تصادفی مواد پرتوزا در آب های سطحی این سواحل در هنگام وقوع یک رخداد هسته ای، از مدل موج نسل سومی سوآن استفاده شد. برای همین منظور، منطقه جغرافیائی تحت مطالعه به 9 شبکه منظم تقسیم شده و پارامترهای موج در این شبکه ها، با استفاده از این مدل مشخص شدند. تلفیق نتایج مدل سوآن، با لحاظ کردن جهت جریان های مونسون تابستانی در آن، و نتایج تحلیل نمونه های آب های سطحی، به الگوئی تبدیل می گردد که رد هسته های پرتوزای طبیعی و حتی غیر طبیعی پخش شده در آب های سطحی این سواحل را دنبال می کند. این فرآیند، راه کاری جهت تسریع عملیات نمونه برداری در شرائط بحران بوده و سبب کاهش تعداد نمونه های جمع آوری شده در طول فرآیند نمونه برداری و در نهایت، کاهش هزینه نمونه برداری در شرایط بعد از رخدادهای پخش مواد پرتوزا می گردد. نتایج به دست آمده حاکی از این است که غلظت هسته های پرتوزای طبیعی در فاصله بین شبکه های 8600 تا 8604، در شبکه 8600 تجمع داشته و در فاصله بین شبکه های 8605 تا شبکه 8608، به سمت بخش میانی دریای عمان سوق می یابند.

هدف از دزیمتری مخصوص هر بیمار، تعیین صحیح مقدار دز رسیده به ارگان های داخلی بیمار از توزیع اکتیویته ی رادیوداروی تزریق شده می باشد. بدین منظور باید نقشه ی تضعیف بدن بیمار به منظور تعیین مکان و اندازه ی دقیق اندام های بیمار، و نقشه ی اکتیویته به منظور تعیین صحیح مقدار و نحوه ی توزیع اکتیویته در بدن در اختیار باشد. هدف از این تحقیق تعیین مقدار دز رسیده از رادیو داروی ساماریوم (کوادرامت) به اندام های داخلی بیماران سرطان سینه به هنگام متاستاز با استفاده از تصاویر ct به عنوان نقشه ی تضعیف و تصاویر spect به عنوان نقشه ی اکتیویته، حاصل از تصویربرداری هیبریدی spect/ct با استفاده از کد مونت کارلو gate می باشد. در حال حاضر روش های مونت کارلو یک استاندارد طلایی در انجام محاسبات دزیمتری داخلی می باشد و کد های مونت کارلو برای این هدف بکار گرفته می شوند. در این تحقیق، ابتدا داده های کلینیکی حاصل از تزریق رادیوداروی ساماریوم (کوادرامت) به بیماران سرطان پستان که در حالت متاستاز استخوانی قرار داشتند، و تصاویر spect/ct آنها تهیه شد. با استفاده از نرم افزار snap، ارگان های مختلف در تصاویر ct بیماران، تفکیک داده شد. با استفاده از کد متلب تصاویر ct و spect از لحاظ سایز ماتریس و ابعاد تصویر، همسان سازی شدند. انجام محاسبات دزیمتری با استفاده از کد مونتکارلو gate صورت گرفت. در نهایت نتایج بدست آمده، توسط کد متلب به صورت نتایج عددی بازخوانی شدند. نتایج این تحقیق نشان داد که با استفاده از شبیه سازی با کد gate و تصاویر spect/ct دزیمتری ویژه ی بیمار، کاملاً قابل اجرا در استفاده های روزمره ی کلینیکی برای تعیین طرح درمان می باشد و اکثر مراحل آن بصورت اتوماتیک می باشد. بررسی جداگانه ی ذراتی همچون بتا در این پروژه صورت گرفت که در شناخت تأثیر این ذرات در کارهای درمانی موثر می باشد. دزیمتری رادیوداروی ساماریوم در بیمار دارای سرطان پستان در حالت متاستاز نشان داد که اولاً توزیع رادیودارو مطابق انتظار، بیشتر در قسمت های استخوانی بدن بیمار است و همچنین مقدار دز رسیده به ارگان ها قابل قبول می باشد.

کد ترابرد mcnp یکی از مشهورترین کدهای محاسباتی به روش مونت کارلو برای شبیه سازی فرآیندهای هسته ای است. از کاربردهای این کد می توان حفاظت از پرتو و دزسنجی، رادیوگرافی، فیزیک پزشکی، بررسی و طراحی آشکارساز، طراحی راکتور گداخت و شکافت و بسیاری موارد دیگر را نام برد. این کد، دارای رابط کاربری گرافیکی نیست و بنابراین تلاش هایی برای ایجاد واسط کاربری گرافیکی برای آن شده است تا استفاده از آن را کارآمدتر کند. کد mcnp و رابط های کاربری گرافیکی مربوط به آن، یک فناوری کنترل شده است و جمهوری اسلامی ایران در فهرست کشورهای تحریم شده قرار دارد. از این رو دسترسی به این کد محاسبه گر به ویژه جدیدترین نسخه آن که مشکل های موجود در نسخه های قبلی نیز در آن برطرف شده است، برای متخصصین هسته ای کشورمان بسیار مشکل شده است. در این پایان نامه، رابط کاربری گرافیکی mcnp5 visual mode معرفی می شود و با استفاده از آن، برای چند چشمه پرتوزا، محاسبه های دزسنجی و تعیین ضخامت حفاظ مناسب انجام خواهد شد.

با بررسی مفهوم پراکندگی های هسته ای و مغناطیسی، سطح مقطع پراکندگی در دو حالت کشسان و ناکشسان بدست می آید. در این تحقیق پراکندگی از بلورهای فرومغناطیس و پارامغناطیس مورد بررسی قرار می گیرد. قبل از آن، دو مدل جایگزیده و الکترون آزاد برای یک سیستم بلوری تعریف می شود و در هر سیستم حالت کشسان و ناکشسان پراکندگی مغناطیسی بیان می گردد که در این تحقیق سطح مقطعی پراکندگی در مدل جایگزیده بررسی می شود و با تعریف فرم فاکتور اتمی برای بلور، تغییرات سطح مقطع پراکندگی نسبت به دما و بردار پراکندگر در نمودارهای سه بعدی پدیدار می شود این تغییرات در دو نوع پارامغناطیس و فرومغناطیس مقایسه می گردد. همچنین تناظر بین پراکندگی همدوس و ناهمدوس هسته ای در این دو نوع بلور با مقایسه نمودار تغییرات سطح مقطع نسبت به بردار پراکندگی توصیف می شود.

عوامل مختلفی در تخریب پوشش گیاهی اکوسیستم های مرتعی نقش دارند که یکی از مهم ترین آن ها آتش سوزی می باشد. پژوهشگران از گذشته در پی این بودند که با استفاده از روش های مختلف بتوانند میزان فرسایش را در اراضی مختلف محاسبه نمایند. استفاده از عناصر رادیو اکتیو مصنوعی با تشعشع گامای بالا و نیم عمر 2/30 سال می باشد که در سال های 1950-1970 در اثر انفجار های هسته ای همراه با بارش باران وارد جو زمین شد. فرآیندهای فیزیکی از قبیل فرسایش و خاکورزی از دلایل اصلی توزیع مجدد سزیم در خاک می باشند. روش های مغناطیسی نیز روش هایی دقیق، غیرمخرب، سریع و نسبتاً ساده بوده که در پژوهش های فرسایش خاک مورد استفاده قرار می-گیرد. شهرستان فریدونشهر در استان اصفهان از مناطقی است که هر ساله سطح وسیعی از مراتع آن دچار آتش سوزی می شود و طبیعتاً در اثر فعالیت های نادرست بشری در این منطقه، شدت فرسایش خاک فراتر از حد طبیعی است، بنابراین جهت انجام عملیات حفاظت خاک و آب، بدست آوردن اطلاعات معتبر در مورد فرسایش ضروری می باشد. این پژوهش با هدف بررسی اثر زمان وقوع آتش سوزی بر فرسایش پذیری خاک ها در بخشی از مراتع، در شهرستان فریدونشهر با استفاده از تکنیک سزیم-137 انجام گرفت. در این مطالعه سه مرتع که در سال های1380، 1387 و1390 بخشی از آن ها به دلایل انسانی دچار آتش سوزی شده و بخشی از آن ها سوخته نشده اند، انتخاب شد. در هر مرتع در دو سایت سوخته و نسوخته مجموعاً در شش نقطه در اعماق 2/5-0، 2/5-5، 10-5، 20-10 و 40-20 سانتی متر و نمونه برداری صورت گرفت. دستگاه اسپکترومتری اشعه گاما برای آنالیز سزیم-137 مورد استفاده قرار گرفت. پارامترهای مغناطیسی نمونه های خاک نیز بوسیله دستگاه bartington در دو فرکانس 0/46و 4/6 کیلوهرتز اندازه گیری شدند. هم چنین در تمامی نمونه های خاک ویژگی های فیزیکی و شیمیایی مانند درصد ماده آلی، آهک، نیتروژن کل، پتاسیم و فسفر قابل استفاده و درصد رس، سیلت، شن و چگالی ظاهری خاک نیز اندازه گیری شد. نتایج این پژوهش با بررسی اثرات کوتاه مدت و بلند مدت آتش سوزی بر ویژگی های فیزیکی، شیمیایی و مغناطیسی خاک، و فرسایش پذیری خاک به کمک تکنیک سزیم-137 شرح داده شده است. هم چنین مقایسه بین سایت های سوخته و نسوخته در هر مرتع انجام گرفته و نتایج حاصل از آن بررسی شدند. با تجزیه واریانس داده ها و مقایسه میانگین ها بر اساس طرح فاکتوریل(سال آتش سوزی و رخداد)، در قالب طرح کاملا تصادفی، اثر متقابل این دو پارامتر بر فرسایش خاک، مورد بررسی قرار گرفت. نتایج بدست آمده نشان داد که از میان ویژگی های فیزیکوشیمیایی و مغناطیسی خاک، سزیم-137 در سایت های سوخته با درصد رس (0/87=r) بیشترین همبستگی را دارد و در سایت های نسوخته نیز بیشترین همبستگی سزیم-137 با درصد رس (0/94=r) بدست آمده است. با استفاده از روش سزیم-137 میانگین هدررفت خاک در سایت های سوخته با مدل نسبی و بیلان وزنی ساده شده به ترتیب برابر 30/87و 38/91تن در هکتار در سال و در سایت های نسوخته به ترتیب برابر 18/67و 23/02 تن در هکتار در سال بوده است. در نتیجه بین سایت های سوخته و نسوخته در سه سال مورد مطالعه (در سطح 5 درصد)اختلاف معنی دار وجود داشته بطوری که فرسایش خاک در سایت های سوخته بیشتر بوده است. هم چنین میانگین هدرروی خاک در سه سال مختلف، نشان دهنده اختلاف معنی دار (در سطح 5 درصد) میان سال های 1380 و1387با سال 1390 بوده است. میزان فرسایش خاک با مدل نسبی برای سال 1380 برابر 17/84سال 1387 برابر 19/77و سال 1390 برابر 34/20 تن در هکتار در سال بوده است. بنابراین می توان نتیجه گرفت هرچه مدت زمان بیشتری از وقوع آتش سوزی می گذرد فرسایش پذیری خاک کمتر شده است. بخش های سوخته مراتع به طور کلی دارای نرخ فرسایش بیشتری بوده و میزان هدرروی سزیم در آن ها بیشتر است. با گذشت زمان بیشتر از آتش سوزی با احیای پوشش گیاهی شرایط خاک بهبود یافته و از فرسایش خاک کاسته می شود. هم چنین نتایج کلی این پژوهش نشان داد که همبستگی قوی و معنی داری بین محتوای سزیم-137 و مقدار پذیرفتاری مغناطیسی در خاک وجود دارد، بنابراین می توان از تکنیک پذیرفتاری مغناطیسی به عنوان روشی سریع و ارزان قیمت به جای تکنیک پر هزینه و وقت گیر سزیم-137 در بررسی توزیع مجدد خاک طی فرآیند آتش سوزی و فرسایش خاک استفاده کرد.

چکیده هدف این تحقیق، بررسی تاثیر محافظه کاری بر سیاست های تقسیم سود سهام و پاداش مدیران شرکت ها است. در این تحقیق اطلاعات مالی 110 شرکت پذیرفته شده در بورس اوراق بهادار تهران در طی دوره زمانی 1386 تا 1391 بررسی شده است (660 شرکت - سال). برای تجزیه و تحلیل نتایج، از نرم افزارهای 20 spss، 7 eviews و 16 minitab استفاده شده است. نتایج تحقیق نشان داد که محافظه کاری و نسبت بازده دارایی ها بر سیاست های تقسیم سود تأثیر معنادار دارد، ولی جریان های نقدی، فرصت رشد، اندازه شرکت و اهرم مالی بر سیاست های تقسیم سود تأثیر ندارد. همچنینمتغیرهای محافظه کاری، جریان های نقدی، فرصت رشد، اندازه شرکت و اهرم مالی بر پاداش مدیران شرکت ها تأثیر معنادار دارد ولی تأثیر متغیربازده دارایی بر پاداش مدیران بی معنی می باشد. واژه های کلیدی: محافظه کاری حسابداری، سیاست های تقسیم سود، پاداش مدیران

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.

چکیده ندارد.